RU2492958C2 - Method of making shell ring for vver-reactor body core region - Google Patents
Method of making shell ring for vver-reactor body core region Download PDFInfo
- Publication number
- RU2492958C2 RU2492958C2 RU2011134539/02A RU2011134539A RU2492958C2 RU 2492958 C2 RU2492958 C2 RU 2492958C2 RU 2011134539/02 A RU2011134539/02 A RU 2011134539/02A RU 2011134539 A RU2011134539 A RU 2011134539A RU 2492958 C2 RU2492958 C2 RU 2492958C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- billet
- thickness
- workpiece
- shell
- vver
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Butt Welding And Welding Of Specific Article (AREA)
- Forging (AREA)
- Heat Treatment Of Articles (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к металлургии, в частности, к изготовлению крупногабаритных заготовок корпусов реакторов типа ВВЭР.The invention relates to metallurgy, in particular, to the manufacture of large-sized blanks of reactor vessels of the WWER type.
Корпус атомного реактора типа ВВЭР представляет собой толстостенный цилиндрический сосуд с эллиптическим днищем и сферической крышкой, у которого активная зона изготавливается из 2-х чистовых заготовок (обечаек), соединенных кольцевыми сварными швами (фиг.1).The VVER-type reactor vessel is a thick-walled cylindrical vessel with an elliptical bottom and a spherical lid, in which the active zone is made of 2 finishing blanks (shells) connected by ring welds (Fig. 1).
При существующей конструкции корпуса реактора швом №2 свариваются две чистовые заготовки (обечайки) активной зоны корпуса реактора, которые попадают в зону интенсивного нейтронного облучения. Кроме того, в зону интенсивного облучения попадают сварные швы №1 и 3. В связи с вышесказанным, срок службы существующих реакторов ограничен (60 лет), что существенно снижает экономические показатели энергетической установки. Кроме того, становится невозможным повысить мощность реактора при проектном сроке службы из-за деградации свойств металла сварных швов, находящихся в зоне интенсивного облучения.With the existing design of the reactor vessel, weld No. 2 welds two finishing blanks (shells) of the reactor vessel core, which fall into the zone of intense neutron irradiation. In addition, welds No. 1 and 3 fall into the intensive irradiation zone. In connection with the foregoing, the life of existing reactors is limited (60 years), which significantly reduces the economic performance of the power plant. In addition, it becomes impossible to increase the reactor power at the design service life due to the degradation of the properties of the weld metal located in the intensive irradiation zone.
Реализовать современную тенденцию увеличения мощности АЭУ водо-водяного типа при одновременном увеличении срока службы до 100 лет возможно в том случае, если вынести сварные швы за пределы зоны интенсивного облучения (фиг.1, а; корпус реактора проекта ТОИ - Типовой Оптимизированный Информатизированный). Это можно реализовать, используя для изготовления корпуса реактора цельнокованую чистовую заготовку (обечайку) активной зоны длиной 4900 мм. В этом случае сварной шов №2 исключается, а швы 1 и 3 выносятся за пределы флюенса, оказывающего влияние на механические свойства в процессе эксплуатации (менее 1·1018 нейтр/м2). По качеству цельнокованая обечайка активной зоны должна не уступать, а возможно и превосходить используемые ранее.It is possible to realize the current trend of increasing the power of a water-water-type nuclear power plant while increasing its service life to 100 years if welding seams are removed from the intensive irradiation zone (Fig. 1a; reactor vessel of the TOI project - Typical Optimized Informatized). This can be realized by using a solid forged blank (shell) of the active zone with a length of 4900 mm for the manufacture of the reactor vessel. In this case, the weld No. 2 is excluded, and the
Для изготовления обечайки активной зоны корпуса реактора используется заготовка обечайки, далее по тексту - заготовка.For the manufacture of the shell of the active zone of the reactor vessel, a shell blank is used, hereinafter referred to as the blank.
Прототипом предлагаемого способа изготовления заготовки активной зоны корпуса реактора типа ВВЭР является известный способ изготовления заготовок, изложенный в Правилах проектирования и изготовления механических компонентов атомных электростанций с реакторами с водой под давлением RCC-M [1], при которомThe prototype of the proposed method for the manufacture of billets for the core of the WWER-type reactor vessel is the known method for the manufacture of billets set forth in the Rules for the design and manufacture of mechanical components of nuclear power plants with pressurized water reactors RCC-M [1], in which
- заготовку изготавливают длиной, большей длины заготовки в чистовом виде с учетом всех необходимых технологических припусков, а также припусков по длине для отбора проб для проведения механических испытаний и для изготовления колец производственных контрольных сварных соединений ПКСС, и толщиной стенки, равной чистовой толщине стенки с учетом технологических припусков.- the workpiece is made with a length greater than the length of the workpiece in the finished form, taking into account all the necessary technological allowances, as well as allowances along the length for sampling for mechanical tests and for the manufacture of rings of production control welded joints of PCSS, and a wall thickness equal to the final wall thickness, taking into account technological allowances.
- образцы из проб для проведения механических испытаний вырезают таким образом, чтобы их продольные оси располагались на глубине, равной ¼ толщины стенки заготовки от ее внутренней поверхности.- samples from samples for mechanical testing are cut so that their longitudinal axis are located at a depth equal to ¼ the thickness of the workpiece wall from its inner surface.
В связи с тем, что на отбор проб для механических испытаний и изготовление колец для изготовления производственного контрольного соединения (ПКСС) уходит значительная часть длины заготовки, активная зона корпуса реактора изготавливается из 2-х частей, соединенных между собой сваркой. Этот шов в процессе эксплуатации корпуса реактора подвергается интенсивному облучению, что ведет к деградации свойств металла сварного шва, что снижает надежность и срок службы корпуса реактора.Due to the fact that the sampling for mechanical testing and the manufacture of rings for the manufacture of the production control compound (PCSS) takes a significant part of the length of the workpiece, the active zone of the reactor vessel is made of 2 parts interconnected by welding. This seam during operation of the reactor vessel is subjected to intense radiation, which leads to degradation of the properties of the weld metal, which reduces the reliability and service life of the reactor vessel.
Если для изготовления цельнокованой заготовки активной зоны использовать способ, описанный в прототипе, то длина заготовки под термическую обработку составит около 6-ти метров (фиг.2).If for the manufacture of a one-piece forged core blank, the method described in the prototype is used, then the length of the blank for heat treatment will be about 6 meters (figure 2).
Изготовить цельнокованую заготовку такой длины в настоящее время в России не представляется возможным ни на одном металлургическом заводе без проведения существенной модернизации имеющегося кузнечно-прессового и термического оборудования, что потребует значительных капиталовложений. Максимальная длина заготовки, которую можно изготовить в настоящее время на российских заводах, составляет не более 5 метров.It is currently not possible to produce a forged billet of this length in Russia at any metallurgical plant without significant modernization of the existing forge-and-press and thermal equipment, which will require significant investment. The maximum length of a workpiece that can be manufactured at present in Russian plants is not more than 5 meters.
Кроме того, термическая обработка такой заготовки также представляет собой значительные трудности, так как производить закалку таких заготовок необходимо в вертикальном положении с целью обеспечения равномерного охлаждения при закалке, что практически невозможно исполнить по технологическим соображениям.In addition, the heat treatment of such a preform also presents significant difficulties, since it is necessary to quench such preforms in an upright position in order to ensure uniform cooling during quenching, which is practically impossible to perform for technological reasons.
Техническим результатом изобретении является повышение надежности и срока службы корпуса реактора за счет применения для его изготовления цельнокованой заготовки активной зоны, позволяющей вынести сварные швы за пределы зоны интенсивного облучения, оказывающего негативное влияние на механические свойства металла и его сопротивление хрупкому разрушению.The technical result of the invention is to increase the reliability and service life of the reactor vessel through the use of a solid-forged billet of the active zone for its manufacture, which makes it possible to move welds out of the intensive irradiation zone, which negatively affects the mechanical properties of the metal and its resistance to brittle fracture.
Технический результат достигается за счет того, что в предлагаемом способе изготовления заготовки активной зоны корпуса реактора (фиг.3), включающем изготовление заготовки с отбором проб для контроля механических характеристик и вырезку колец для изготовления производственного контрольного сварного соединения (ПКСС), согласно изобретению:The technical result is achieved due to the fact that in the proposed method of manufacturing a workpiece of the reactor vessel core (Fig. 3), which includes the manufacture of a workpiece with sampling to control mechanical characteristics and ring cutting for the manufacture of a production test weld joint (PCSS), according to the invention:
- заготовку изготавливают цельнокованой, длиной не менее длины обечайки с учетом всех необходимых технологических припусков и толщиной стенки, превышающей толщину стенки обечайки не менее чем в два раза,- the workpiece is made of solid forged, not less than the length of the shell, taking into account all the necessary technological allowances and a wall thickness exceeding the wall thickness of the shell at least twice,
- отбор проб для механических испытаний производят со стороны внутренней поверхности заготовки (из припуска по толщине заготовки) на расстоянии от торцов заготовки, не менее толщины, при этом образцы для проведения механических испытаний вырезают из проб таким образом, чтобы их продольные оси располагались на расстоянии не менее чем 1/3 Т и не более чем 1/2 Т от внутренней поверхности заготовки, где Т - толщина заготовки;- sampling for mechanical testing is carried out from the side of the inner surface of the workpiece (from the allowance for the thickness of the workpiece) at a distance from the ends of the workpiece, not less than the thickness, while samples for mechanical testing are cut from the samples so that their longitudinal axes are not spaced less than 1/3 T and not more than 1/2 T from the inner surface of the workpiece, where T is the thickness of the workpiece;
- вырезку колец для производственного контрольного сварного соединения (ПКСС) производят со стороны внутренней поверхности заготовки (из припуска по толщине заготовки).- cutting rings for production control welded joint (PCSS) is produced from the side of the inner surface of the workpiece (from the allowance for the thickness of the workpiece).
При предлагаемом способе изготовления цельнокованой заготовки активной зоны контроль механических характеристик соответствует требованиям нормативной документации [2, 3, 4] и, кроме того, является более консервативным, чем в прототипе [1].With the proposed method for manufacturing a solid forged core blank, the control of mechanical characteristics meets the requirements of regulatory documents [2, 3, 4] and, in addition, is more conservative than in the prototype [1].
В условиях ОАО «Ижорские заводы» была изготовлена опытно-промышленная ступенчатая заготовка из реакторной стали (фиг.4). Толщина прибыльного конца заготовки составляла 525 мм, а донного 320 мм, что соответствовало толщине заготовки активной зоны корпуса реактора типа ВВЭР под термическую обработку с учетом необходимых припусков.In the conditions of JSC "Izhorskiye Zavody" a pilot industrial step blank was manufactured from reactor steel (Fig. 4). The thickness of the profitable end of the billet was 525 mm, and the bottom 320 mm, which corresponded to the thickness of the billet of the active zone of the WWER reactor vessel for heat treatment, taking into account the necessary allowances.
Донный конец имитировал изготовление и отбор проб известными способами, а прибыльный - предлагаемым.The bottom end imitated the manufacture and sampling by known methods, and the profitable one by the proposed one.
Результаты испытаний механических свойств представлены в таблице 1.The test results of the mechanical properties are presented in table 1.
Как видно из представленных данных, при обеспечении полной прокаливаемости предлагаемый отбор проб для проведения сдаточных испытаний является консервативным и соответствует требованиям нормативных документов. Механические свойства, определенные на пробах, отобранных в соответствии с известными схемами (прототип) и в соответствии с предлагаемыми схемами, практически совпадают.As can be seen from the data presented, while ensuring full hardenability, the proposed sampling for acceptance tests is conservative and meets the requirements of regulatory documents. The mechanical properties determined on the samples taken in accordance with known schemes (prototype) and in accordance with the proposed schemes practically coincide.
Технико-экономические результаты по сравнению с прототипом:Technical and economic results compared with the prototype:
Предлагаемый способ изготовления цельнокованой заготовки обечайки активной зоны корпуса реактора позволяет изготовить корпус реактора типа ВВЭР новой конструкции с уменьшенным количеством сварных швов при минимальных затратах на техническую реконструкцию кузнечно-прессового и термического оборудования, имеющегося на Российских заводах, что обеспечивает:The proposed method of manufacturing a solid forged blank of the shell of the active zone of the reactor vessel allows to manufacture a VVER-type reactor vessel of a new design with a reduced number of welds at minimal cost for the technical reconstruction of forge-and-press and thermal equipment available at Russian plants, which provides:
- уменьшение времени изготовления корпуса за счет уменьшения количества операций по выполнению сварных соединений, включая их термообработку и контроль качества,- reducing the manufacturing time of the housing by reducing the number of operations to perform welded joints, including their heat treatment and quality control,
- уменьшение объемов контроля сварных соединений корпуса реактора в период эксплуатации за счет уменьшения их суммарного количества,- reducing the volume of control of welded joints of the reactor vessel during operation by reducing their total number,
- снижение себестоимости вырабатываемой энергии.- reduction in the cost of generated energy.
Источники информацииInformation sources
1. Правила проектирования и изготовления механических компонентов атомных электростанций с реакторами с водой под давлением RCC-M. Раздел 2 - Материалы (часть 2). Перевод на русский язык - июнь 1988 г.1. Rules for the design and manufacture of the mechanical components of nuclear power plants with pressurized water reactors RCC-M. Section 2 - Materials (part 2). Translation into Russian - June 1988
2. ТУ 5.961-11060-2008 «Заготовки из теплоустойчивой стали».2. TU 5.961-11060-2008 "Preparations from heat-resistant steel."
3. ТУ 08 93-013-00212179-2003 «Заготовки из стали марок 15Х2НМФА, 15Х2НМФА-А и 15Х2НМФА класс 1 для корпусов, крышек и других узлов реакторных установок».3. TU 08 93-013-00212179-2003 "Billets from steel grades 15X2NMFA, 15X2NMFA-A and
4. «Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок» (ПН АЭ Г-7-002-86). Госатомэнергонадзор СССР. - М.: Энергоатомиздат, 1989. с.527.4. “Standards for calculating the strength of equipment and pipelines of nuclear power plants” (PN AE G-7-002-86). Gosatomenergonadzor of the USSR. - M .: Energoatomizdat, 1989.S. 527.
Claims (1)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2011134539/02A RU2492958C2 (en) | 2011-08-17 | 2011-08-17 | Method of making shell ring for vver-reactor body core region |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2011134539/02A RU2492958C2 (en) | 2011-08-17 | 2011-08-17 | Method of making shell ring for vver-reactor body core region |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2011134539A RU2011134539A (en) | 2013-02-27 |
RU2492958C2 true RU2492958C2 (en) | 2013-09-20 |
Family
ID=49119912
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2011134539/02A RU2492958C2 (en) | 2011-08-17 | 2011-08-17 | Method of making shell ring for vver-reactor body core region |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2492958C2 (en) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU180392U1 (en) * | 2017-07-18 | 2018-06-09 | Акционерное общество "Научно-производственный центр газотурбостроения "Салют" (АО НПЦ газотурбостроения "Салют") | TORQUE BILLING WITH FLANGE |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
SU1823326A1 (en) * | 1990-12-17 | 1996-02-20 | Центральный научно-исследовательский институт конструкционных материалов "Прометей" | Method of making large-dimension constructions from different-kind steels |
RU2069900C1 (en) * | 1990-12-17 | 1996-11-27 | Центральный научно-исследовательский институт конструкционных материалов "Прометей" | Method for manufacturing pressurized-water reactor vessel |
RU101519U1 (en) * | 2010-05-17 | 2011-01-20 | Открытое Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля" | FLANGE CONNECTION OF CYLINDER DETAILS |
EP2281908A1 (en) * | 2008-05-22 | 2011-02-09 | Sumitomo Metal Industries, Ltd. | High-strength ni-base alloy pipe for use in nuclear power plants and process for production thereof |
-
2011
- 2011-08-17 RU RU2011134539/02A patent/RU2492958C2/en active
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
SU1823326A1 (en) * | 1990-12-17 | 1996-02-20 | Центральный научно-исследовательский институт конструкционных материалов "Прометей" | Method of making large-dimension constructions from different-kind steels |
RU2069900C1 (en) * | 1990-12-17 | 1996-11-27 | Центральный научно-исследовательский институт конструкционных материалов "Прометей" | Method for manufacturing pressurized-water reactor vessel |
EP2281908A1 (en) * | 2008-05-22 | 2011-02-09 | Sumitomo Metal Industries, Ltd. | High-strength ni-base alloy pipe for use in nuclear power plants and process for production thereof |
RU101519U1 (en) * | 2010-05-17 | 2011-01-20 | Открытое Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля" | FLANGE CONNECTION OF CYLINDER DETAILS |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU180392U1 (en) * | 2017-07-18 | 2018-06-09 | Акционерное общество "Научно-производственный центр газотурбостроения "Салют" (АО НПЦ газотурбостроения "Салют") | TORQUE BILLING WITH FLANGE |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
RU2011134539A (en) | 2013-02-27 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN110090914B (en) | Integral forging forming method for flange connecting pipe section of reactor pressure vessel cylinder | |
CN101921963B (en) | JLG105 steel stage oil drillpipe and production process thereof | |
CN103008995B (en) | A kind of forming method of aerospace fuel high strength titanium alloy gas cylinder | |
RU2492958C2 (en) | Method of making shell ring for vver-reactor body core region | |
CN112251666A (en) | Austenitic stainless steel forging for spent fuel post-treatment and manufacturing method thereof | |
CN102451976A (en) | Manufacturing method for hot arc bent pipe of AP1000 nuclear power main pipeline | |
CN110940545B (en) | Sampling method for inspecting quality of penetrating piece seal head | |
Mukhtar et al. | Reactor pressure vessel (RPV) design and fabrication: a literature review | |
CN106591720A (en) | Large water-turbine generator set spindle forged piece | |
Gandy et al. | PM-HIP Research for pressure retaining applications within the electric power industry | |
RU2564189C1 (en) | Method of manufacturing of pipe products out of hafnium | |
RU2703764C1 (en) | Method for production of large-size annular part of gas turbine engine from heat-resistant nickel-base alloy | |
Nair et al. | Newer materials for supercritical power plant components—A manufacturability study | |
Bhaduri | Development and Deployment of Welding Technologies for the Indian Sodium-Cooled Fast Reactor and Advanced Ultra-supercritical Thermal Power Programmes | |
CN107107249B (en) | Method for manufacturing the housing mid-section part of high-pressure stop valve | |
Erve et al. | State of the art in the manufacture of heavy forgings for reactor components in the Federal Republic of Germany | |
CN112122521A (en) | Method and system for manufacturing conical head transition section of coke tower | |
CN112935168A (en) | Special-shaped bumper, core roller die and ring rolling forming process of inner step gear forging die | |
Lee et al. | Three-dimensional finite element analysis for estimation of the weld residual stress in the dissimilar butt weld piping | |
Gandy | PM-HIP research for structural and pressuring retaining applications within the electric power industry | |
CN115283941A (en) | Manufacturing method of nuclear main pump casing | |
CN209165367U (en) | Cylinder cone cylinder integration forging on steam generator | |
Brumovsky | WWER-type reactor pressure vessel (RPV) materials and fabrication | |
Chapman et al. | Reduced stress welding process for nuclear plant piping | |
Kawaguchi et al. | Manufacturing of large and integral-type steel Forgings for nuclear steam supply system components |